Study on Improvement of Radiation Safety Management in Radiation Facilities = 방사선 사용시설의 방사선 안전관리 증진에 관한 연구|RISS 상세보기

국문 초록 (Abstract)

다양한 분야에서 방사선이 사용되고 있다. 2020년 9,143개의 기관이 방사선 사용과 관련된 승인을 받았으며, 이 수는 매년 증가하고 있다. 승인을 받은 기관 중 약 17%가 허가기관이다. 이용기관의 수가 증가함에 따라 방사선작업종사자의 수도 함께 증가하고 있다. 2020년 방사선 작업종사자의 수는 146,790명이다.
국제암연구기관(International Agency for Research on Cancer)은 엑스선과 감마선을 1급 발암물질로 분류했다. 이에 따라 방사선 발생장치 또는 방사성동위원소를 사용할 때에는 방사선 작업종사자와 공공에 대한 안전을 관리할 필요가 있다. 또한, 국제방사선방호위원회(International Commission on Radiological Protection)에서는 방사선을 사용하는 경우 정당화와 최적화를 지켜야 한다고 권고하고 있다. 방호최적화 과정은 정당화가 이루어진 것으로 간주되는 상황에 적용되며, 방호최적화는 방사선방호체계의 핵심이다. 국제 방사선 방어위원회에서 권고한 방호최적화를 위해 6개의 연구를 진행했다.
첫 번째로 슬릿 형태의 차폐 구조물을 제안하여 일반촬영실의 산란엑스선에 대한 차폐능력을 몬테카를로 방법을 사용하여 평가하였다. 의료종사자의 피폭선량을 줄이기 위한 최근 연구에서, 방사선이 산란될 때 발생하는 광전효과를 이용하여 방사선치료실 입구에서의 선량을 줄이는 방법이 제안되었다. 이 방법은 특히 저에너지 광자에 효과적이기 때문에 본 연구에서는 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 슬릿형태 구조물의 일반촬영실 산란 엑스선에 대한 차폐성능을 평가하였다. 두께 2 mm, 폭 50 mm, 길이 900 mm인 판을 2 mm 간격으로 수평 적재하는 형태의 슬릿형태 구조물은 알루미늄에 비해 철 또는 납으로 만드는 경우 차폐효과가 뛰어났다. 재질을 철로 한정한 경우 선원과 관심구역 사이에서 결정된 구조물의 설치위치는 차폐효과와 무관했으며, 판의 폭은 차폐효과에 비례했다. 폭 50 mm 철판을 사용한 경우 산란선이 직접 발생하는 바닥 및 환자의 높이를 제외하면 약 99.9% 또는 그 이상의 차폐효과가 있었다.
두 번째로 슬릿 형태의 차폐 구조물을 치료방사선 사용시설의 덕트 차폐체로 사용함을 제안했다. 가속기를 사용하는 방사선종양학과 치료실은 방사선이 치료실 외부로 누설되는 것을 막기위해 차폐구조물을 이용하여 격리시킨다. 그러나 가속기에서 발생하는 오존같은 유해가스를 배출하고 신선한 공기를 치료실 내부에 공급하기 위해 덕트의 설치는 필수적이다. 덕트로 인해 만들어진 틈을 막는 것은 불가능하므로 NCRP Report No. 49와 No. 151에서는 다양한 차폐 방법을 제안하였다. 그러나 이 방법들은 많은 공간과 무거운 차폐물을 요구했다. 따라서 다양한 형태의 슬릿형태 구조물을 덕트 내부에 설치하여 방사능 차폐능력을 MCNP를 이용하여 계산했다. 계산에 사용된 X-ray의 에너지 분포는 6 MV 선형가속기에서 방출된 X-ray를 NaI(Tl) 검출기를 이용하여 측정한 것이며, 평균에너지는 0.336 MeV, 최빈값은 0.137 MeV였다. 이 연구에서는 두께 2, 3, 4 mm인 철판으로 만든 슬릿형태 구조물에 의한 선량감쇠를 계산하였다.
세 번째로 여러 번 굽어진 미로 구조를 감마선이 통과할 때 발생하는 선량감소율을 계산하여, 192Ir이나 60Co를 사용하는 비피괴검사실의 미로구조를 쉽고 빠르게 설계하는 방법을 제안하였다. 통로에 미로 구조를 설치하는 것은 통로 끝에 설치하는 차페도어의 차폐체 두께를 줄여주는 효과가 있다. 이 연구에서는 비파괴검사실의 출입구에 설치하는 한번, 두 번, 세 번 꺽인 미로구조에 의한 선량감쇠를 몬테카를로 방법을 사용하여 계산했다. 계산결과 1.85 TBq 192Ir을 사용하는 조사실에서는 두 번, 또는 세 번 꺽인 미로구조를 사용하는 경우, 통로 길이를 각각 10 m와 6 m로 설계하면 차폐도어 없이 설계기준을 만족할 수 있었다.
네 번째로 전산유체역학 프로그램을 사용하여 방사성동위원소 분배실에서 사용하는 흄후드의 공기 역류율을 평가하였다. IAEA에서 제안한 선량환산계수를 이용하여 작업자의 내부피폭을 평가하는 경우 흄후드의 공기 역류율은 중요한 요소이다. 이 연구에서는 전산유체역학을 사용하여 방사성동위원소 분배시설에서 사용하는 흄후드로부터 누출되는 공기의 역류율을 계산하였다. 이를 위해 CAD 프로그램을 이용하여 흄후드를 3차원 모델로 만들었고, 계산결과 후드 개구부에서의 면속도가 0.11∼1.0 m/s인 경우 역류율은 3%로 평가되었다. 이 역류율은 면석도가 0.1 m/s보다 작아지는 경우 급격히 감소하였다.
다섯 번째로 방사성 폐수의 방사능 준위의 연속감시를 위한 저해상도 감마선분석기를 설계했다. 방사성물질을 포함한 폐수는 감쇠탱크에 저장되며, 이 감쇠탱크는 일반적으로 일반인의 접근이 어려운 지하에 설치된다. 이러한 방사성 폐수를 배출하기 전 배출기준 만족여부를 확인하기 위해 샘플을 채취하여 감마분광시스템이나 감마카운터를 사용하여 몇 시간 동안 비방사능을 측정한다. 이러한 배출전 샘플채취 및 측정절차를 간략화하기 위해 감쇠탱크 상단에 고정 설치된 1.5인치 NaI(Tl) 검출기를 이용하여 측정한 측정값을 비방사능으로 환산하는 환산계수를 계산하였다. 병원에서 가장 흔히 사용하는 감마선원인 18F 희석액 14 L가 담긴 탱크를 이용하여 측정한 값을, 고순도 게르마늄검출기를 사용하는 감마분광시스템 측정결과를 이용해 변환하였다. 이 감마분광시스템은 표준인증물질로 교정하였다. 탱크 크기에 따른 환산계수의 변화는 몬테카를로 방법을 사용해서 수정하고, 이 시스템의 측정하한을 계산하여 배출기준보다 낮음을 증명하였다. 계산결과 18F의 한 시간 측정에 대한 환산계수와 측정하한은 각각 5.5389×10^10와 2.09×10^5였다.
마지막으로 몬테카를로 방법과 Inventory 코드를 이용하여 50 MeV 사이크로트론의 조사 과정에서 발생하는 방사화를 평가하였다. 한국원자력의학원은 50 MeV 사이크로트론을 이용하여 연구자들에게 방사선 조사 서비스를 제공한다. 특히 양성자와 베릴륨의 핵반응을 이용하는 중성자 조사 서비스의 경우, 높은 빔전류 사용으로 인해 조사대상물의 방사화 가능성이 증가한다. 이 연구에서는 중성자 조사 서비스를 요구하는 연구자들이 선호하는 35 MeV 20 μA 양성자 빔을 이용한 중성자 조사 서비스에서 발생하는 방사화에 대해 MCNP 6.2와 FISPACT-II 4.0을 사용하여 평가하였다. 계산결과 철, 구리, 텅스텐을 1시간 이상 조사하는 경우 장반감기 핵종이 생성되어 자체처분 기준을 초과하였다. 건축물의 경우 매일 2시간 조사하더라도 생성된 핵종이 자체처분 기준 이하였고, 시설 내부 공기의 방사화로 인한 내부피폭도 매우 미비하였다. 이 방사화된 공기를 환경에 배출하는 경우 배기중의 방사성물질의 농도 역시 배출기준을 만족하였다.

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다양한 분야에서 방사선이 사용되고 있다. 2020년 9,143개의 기관이 방사선 사용과 관련된 승인을 받았으며, 이 수는 매년 증가하고 있다. 승인을 받은 기관 중 약 17%가 허가기관이다. 이용기관...

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

Radiation is used in various fields. In 2020, 9143 organizations took licenses for the use of radiation, and this number increased every year. About 17% of these organizations are for permission. As the number of organizations increased, the number of employees increased. The number of radiation workers was 146,790 in 2020.
X-ray and γ-ray were classified as Group 1 carcinogens by International Agency for Research on Cancer. Therefore, when using a radiation-generating device or radioactive isotope, it is necessary to manage the safety of radiation workers and the public. In addition, the International Commission on Radiological Protection (ICRP) also recommends that justification and optimization be observed when using radiation. Optimizing protection is applied in situations where justification is considered to have been made, and optimization of protection is at the heart of the system of radiological protection. Six studies were done to implement the protection optimization recommended by the ICRP.
First, the shielding capability of slit-shaped structures for scattered X-rays was evaluated using Monte Carlo method. As the use of radiation for medical purposes increases, the exposure dose of medical workers is also increasing. Various studies on changing the shielding material have been conducted to reduce this dose. Recently, a new method to reduce the dose at the entrance of the radiation treatment room was proposed by using the photoelectric effect that occurs when the radiation is scattered. Because this method is particularly effective for low-energy photons, in this study, a slit-type structure was proposed as an excellent shielding structure against scattered X-rays in a general photography room, and was evaluated the shielding effect by Monte Carlo simulation. As a result of the calculation, this study found that a shielding effect was approximately 99.9% or more with a structure using 2 mm thickness and 2 mm intervals, excluding the heights of the floor and the patient where scattering occurs directly.
Second, a new structure for duct shielding of the radiation therapy room was proposed. Treatment rooms for radiation therapy using accelerators should be physically isolated from the outside for radiation shielding by a shield structure. However, ducts must be installed to provide fresh air to the room and discharge harmful gases such as ozone. Because this gap cannot be blocked, various types of shielding methods are recommended in National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP) Report No. 49, and 151 were suggested, and this method requires a lot of space and a heavy shield. Therefore, various types of slit structures that can be installed inside the duct were conceived, and the radiation shielding effect of this structure was studied using MCNP. The energy spectrum of X-rays measured using NaI(Tl) detector was used in calculations. The average energy of the X-ray, which is known to offer a nominal 6 MeV output, was 0.336 MeV, and the mode energy was 0.137 MeV. This study calculated the transmission factor of a shielding structure made of 2, 3, and 4 mm thick steel plates using this energy spectrum.
Third, gamma radiation transmission along the multi-bend mazes was calculated. Installing a maze in the corridor reduces the shielding materials in the door at the end of the pathway. This study calculated gamma transmission along single-, double-, and triple-bend mazes, which were applied to a nondestructive test workplace by the Monte Carlo method. In the facility using 192Ir 1.85 TBq, the lengths of corridors to reduce the effective dose under the limitation without shielding door were 10 and 6 m in double- and triple-bend mazes, respectively.
Fourth, the air leakage rate from a fume hood in a radioisotope laboratory was estimated using CFD simulations. The leakage rate of air from a fume hood is essential for calculating the internal exposure at a workplace using the dose conversion factors recommended by the International Atomic Energy Agency. In this study, the air leakage rate from a fume hood was estimated in a radioisotope laboratory using computational fluid dynamics simulations. For this purpose, a three-dimensional fume hood model was built using CAD software. In this model, the leakage rate was calculated to be 3%, with face velocities between 0.1∼1.0 m/s at the sash opening of the fume hood. This rate rapidly decreased to zero as the face velocities decreased to less than 0.1 m/s.
Fifth, a low-resolution gamma-ray spectrometer for monitoring radioactive Levels of wastewater was designed. Wastewater containing radioactive materials is stored in decay tanks, typically installed in basements to restrict public access. Specific activity is measured by a gamma spectroscopy system or a gamma counter for several hours per sample before discharge. The specific activity conversion coefficient for converting a measured value from a 1.5″ NaI (Tl) detector installed on a tank into specific activity was calculated to simplify the sample collection and measurement procedures before draining. The experimental calibration was performed in a test water tank with a volume of 14 L filled with diluted reference source 18F, which is most commonly used in hospitals. The specific activity of the test water was measured with a gamma spectroscopy system using a high-purity germanium detector calibrated with certified reference materials. The change in the conversion coefficient was corrected based on a Monte Carlo calculation according to the difference in the water tank volume. Finally, it was determined whether the minimum detectable activity of this system was lower than that of the draining standard. The counts for the specific activity conversion factor and MDA were evaluated as 5.5389×10^10 and 2.09×10^5 for 18F and for the one-hour count, respectively. The MDA was lower than the standard value. Thus, this system can be used for discharge determination.
Finally, activation for 50 MeV cyclotron irradiation service was evaluated using Monte Carlo method and inventory code. Korea Institute of Radiological and Medical Sciences has provided various beam irradiation services to researchers using a 50 MeV cyclotron beam line. In particular, since the neutron beam service uses the nuclear reaction between protons and beryllium, the possibility of activation of the irradiated sample increases by using a high current. This study used MCNP 6.2 and FISPACT-II 4.0 to evaluate the possible activation during the 35 MeV 20 μA proton irradiation for neutron beam service, which the researchers prefer. As a result of the calculation, long-lived radioisotopes were produced if the iron, copper, and tungsten samples were irradiated for more than 1 hour. And their specific radioactivity exceeded the self-disposal standard level. Under the conditions of 2 hours of daily irradiation, no activation occurred in the building materials, and the internal exposure of workers due to air activation inside the irradiation room was very insignificant. And when this air was discharged into the environment, the radioactivity, including this air, also satisfied the emission standard.

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목차 (Table of Contents)

CHAPTER 1. INTRODUCTION 1
CHAPTER 2. SIX STUDIES TO OPTIMIZE RADIATION SAFETY MANAGEMENT 4
2.1 Shielding Capability Evaluation of Slit-shaped Structure for ScatteredX-ray using Monte Carlo Method 4
2.1.1 Summary 4
2.1.2 Background 4

CHAPTER 1. INTRODUCTION 1
CHAPTER 2. SIX STUDIES TO OPTIMIZE RADIATION SAFETY MANAGEMENT 4
2.1 Shielding Capability Evaluation of Slit-shaped Structure for ScatteredX-ray using Monte Carlo Method 4
2.1.1 Summary 4
2.1.2 Background 4
2.1.3 Materials and methods 6
2.1.4 Results 10
2.1.5 Discussion 13
2.1.6 Conclusion 15
2.2 Proposal of a New Structure for Duct Shielding of RadiationTherapy Room 16
2.2.1 Background 16
2.2.2 MCNP Model 16
2.2.3 Assessment Methods 19
2.2.4 Results 19
2.2.5 Conclusion 28
2.3 Gamma Radiation Transmission Along the Multi-bend Mazes 30
2.3.1 Summary 30
2.3.2 Background 30
2.3.3 Materials and methods 32
2.3.3.1 Maze geometry 32
2.3.3.2 MCNP source term and interesting areas 35
2.3.3.3 Calculation 35
2.3.3.4 Comparison calculation results with formula 36
2.3.4 Results and discussion 36
2.3.5 Conclusion 41
2.4 Estimation of Leakage Rate of Air from a Fume Hood in aRadioisotope Laboratory Using CFD Simulations 42
2.4.1 Summary 42
2.4.2 Background 42
2.4.3 Materials and methods 44
2.4.3.1 Description of fume hood 45
2.4.3.2 CFD Simulation 48
2.4.3.3 Results of Reconstruction 50
2.4.4 Results and discussion 51
2.4.4.1 Effect of face velocity on flow pattern 51
2.4.4.2 Generalization by time-integrated leakage rate calculation 51
2.4.4.3 Effects of face velocity on time-integrated leak air flow 54
2.4.5 Conclusion 56
2.5 Design of a Low-resolution Gamma-ray Spectrometer for Monitoring Radioactive Levels of Wastewater 57
2.5.1 Summary 57
2.5.2 Background 57
2.5.3 Materials and methods 59
2.5.3.1 System description 59
2.5.3.2 Experimental calibration 61
2.5.3.3 Monte Carlo simulation 61
2.5.3.4 Calculation of MDA in water 64
2.5.4 Results 65
2.5.4.1 Full energy peak efficiency 65
2.5.4.2 Determination of 18F ACF in Water 65
2.5.4.3 Calculation of MDA of 18F in Water 69
2.5.5 Discussion 69
2.6 Evaluation Activation for 50 MeV Cyclotron Irradiation ServiceUsing Monte Carlo Method and Inventory Code 74
2.6.1 Summary 74
2.6.2 Background 74
2.6.3 Materials and methods 75
2.6.3.1 Particle transport calculations 75
2.6.3.2 Inventory calculation 80
2.6.4 Results 80
2.6.4.1 Neutron flux and energy distribution around the target 80
2.6.4.2 Neutron flux and energy distribution inside the irradiationroom 81
2.6.4.3 General irradiation of iron samples 82
2.6.4.4 Worst-case of iron samples 86
2.6.4.5 General irradiation of copper samples 88
2.6.4.6 Worst-case of copper samples 89
2.6.4.7 General irradiation of aluminum samples 90
2.6.4.8 Worst-case of aluminum samples 93
2.6.4.9 General irradiation of tungsten samples 94
2.6.4.10 Worst-case of tungsten samples 95
2.6.4.11 Facility components 97
2.6.4.12 Air in the irradiation room 97
2.6.5 Discussion 98
2.6.7 Conclusion 101
CHAPTER 3. DISCUSSION 102
CHAPTER 4. CONCLUSION 106
REFERENCE 107

참고문헌 (Reference)

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2. Secondary neutron and photon dose in proton therapy, Agosteo, Stefano,, 293-305, , 1998

3. Analysis of Air Activation in PET Cyclotron Facility, Jang, Dong-Gun, 489-494, , 2016

4. A new lead-free radiation shielding material for radiotherapy, Yue, Kun,, 133.4 256-260, , 2009

5. Correlation between airflow patterns and performance of a laboratory fume hood, Tseng, Li-Ching, 694-706, , 2006

6. Development and Performance Evaluation of Underwater Radiation Monitoring System., Moon, Jin Ho, 213-218, , 2020

7. A novel shielding material prepared from solid waste containing lead for gamma ray., Erdem, Mehmet,, 79.9 917-922, , 2010

8. Determination of the neutron fluence spectra in the neutron the rapy room of KIRAMS., Kim, B. H., 126.1-4 384-389, , 2007

9. Determination of minimum detectable activity for underwater radiation detection system, Park, J. G., P10038, , 2019

10. Aerodynamics and performance verifications of test methods for laboratory fume cupboards, Tseng, Li-Ching, 173-187, , 2007